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HAD 102／07-2020 核动力厂反应堆堆芯设计.pdf核动力厂反应堆堆芯设计
超过设计限值的区域。 3.6.1.2堆芯设计应允许安装必要的仪器和探测器，以监测堆芯参 数，如堆芯功率（水平，分布和随时间的变化）、冷却剂和慢化剂 的状态和物理特性（流速和温度）以及反应堆停堆装置的预期有效 性（例如，中子吸收装置的插入速率及其与插入极限的比较），以 便可以采取任何必要的纠正措施。在所有适用的核动力厂状态下包 括换料，仪器应监测预期范围内的相关参数。 3.6.1.3反应性控制装置 （1）反应性控制手段应具有使功率水平和功率分布维持在安全 运行限值内的能力，包括补偿反应性变化，以保持工艺参数在规定 的运行限值内，例如： 一正常功率调节； 一氙浓度变化； 一与温度系数有关的效应； 一冷却剂流速或冷却剂/慢化剂温度和密度的变化； 一燃料和可燃毒物吸收体的消耗； 一裂变产物的累积中子吸收。 （2）对于设计基准事故及其后果，反应性控制装置应能使反应 堆保持在次临界状态。应在设计中采取措施，使得核动力广在处于 以下状态时保持次临界，这些状态包括正常停堆、燃料冷却或一回 路冷却剂系统完整性暂时丧失（例如对于轻水堆，当打开反应堆压
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DB43／T 1084-2015标准下载核动力厂反应堆堆芯设计
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3.6.2.4停堆速率应足以使反应堆及时进入足够深的次临界状 态，以避免超过燃料和反应堆系统压力边界的规定设计限值。 3.6.2.5在设计或评价停堆速率时，应考虑以下因素： （1）触发停堆的仪表的响应时间； （2）停堆手段执行机构的响应时间； （3）停堆装置的位置（取决于选定的反应堆堆芯设计）； （4）停堆装置要容易进入堆芯。这可以通过使用导向管或其他 结构手段以便于停堆装置插入，包括可以采用柔性接头连接以减小 亭堆装置全长度的刚性； （5）停堆装置的插入速度。为达到所要求的速度可采用下列 种或儿种方法： 一停堆棒由重力作用落入堆芯： 一停堆棒由液压、气压或机械弹力驱动进入堆芯； 一可溶性中子吸收剂由液压或气压注入堆芯。 3.6.2.6应提供停堆装置插入速度的检查手段。应定期检查插入 时间（通常在每个循环的初期），如果距限值的裕量不足时，则可 能需要在循环期间检查插入时间。 3.6.2.7在判断反应堆停堆手段是否适当时，必须考虑到发生在 核动力厂任何部位的、可导致一部分停堆手段失灵（如控制棒插入 故障）或可能弓起共因故障的故障。一般来说，在评价一束控制棒 插入失效时，应假设当最大反应性价值的停堆装置不能插入堆芯时 （如傻设一束控制棒被卡住）一堆芯会出现的最大反应性工况
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括控制和停堆功能的分隔）应尽可能实现功能隔离和实体分隔； 一对于运行工况和设计基准事故工况要考虑堆内环境的影响： 呆证停堆手段易于进入堆芯：； 一采用便于维修、在役检查和运行中的可试验性的设计； 一提供在调试、周期性换料或维修停堆期间进行综合性试验的 手段； 一在运行期间测试触发机构（或如果可行，棒部分插入）； 一设计成在极端条件下（例如，地震）能够执行功能。 （2）停堆系统的设计需要考虑控制棒包壳的磨损和辐照效应的 影响，如燃耗、物理特性的变化以及氨气的产生。3.6.1.3（11）也适 用于停堆系统的设计。 3.6.2.10停堆系统的有效性 （1）停堆手段必须足以防止在停堆期间、换料操作期间或停堆 状态下其他例行或非例行操作期间出现的任何可预见的反应性增加 而导致的意外临界。应确定并评估长期停堆要求和停堆状态下使反 应性增加的预期操作（诸如维修时移动中子吸收体、硼稀释操作和 换料操作等），以保证在临界分析中考虑了最大反应性工况。 （2）设计中应考虑各种因素来确定停堆棒的数目和反应性价 直，重要的因素包括： 1）堆芯尺寸; 2）燃料类型和堆芯装料方案； 3)要求的次临界裕量：
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4）一个或多个停堆装置失效的相关假设； 5）与计算有关的不确定性； 6）停堆装置的干涉效应（见附件I）； 7）停堆后堆芯的最大反应性状态，这是由许多因素造成的结 果，诸如： 一在所有燃料循环（包括换料）期间可能出现的最大反应性的 堆芯布置（以及相应的硼浓度）； 一燃料温度和慢化剂温度可信的组合造成的最大反应性： 一导致设计基准事故工况的正反应性引入量； 一停堆后随时间变化的氙的总量； 一吸收剂的消耗。 （3）应论证停堆系统的有效性： 1）在设计阶段通过计算来加以证明； 2）在调试期间和每次换料后启动之前，通过适当的中子和工艺 参数的测量确认堆芯装载的计算结果； 3）在反应堆运行期间，测量和计算覆盖实际和预计的反应堆堆 芯工况。 上述分析应包括停堆装置故障假设下的堆芯最大反应性工况。此 外，在停堆系统出现单一随机故障时，应保持停堆裕量。 （4）如果停堆系统的运行是手动或部分手动的，应满足手动操 作的必要先决条件。 （5）停堆手段可部分用于正常运行时的反应性控制和中子注量
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（1）运行期间，应设置整定值用于随时控制或关停反应堆。在 反应堆瞬态期间，控制和保护系统自动启动以防止对核燃料的损伤 在反应堆事故的早期阶段，应将对燃料的损伤程度降至最低。 （2）应确定设备性能要求、运行限值和操作程序以防止控制棒 价值或反应性引入速率过高，上述能力应得到证明。当违反或即将 违反任何此类限值或限制时，在可行的情况下应设置相应的报警功 能。 （3）设计限值、不确定性、运行限值、仪表要求和整定值应在 设施操作人员使用的技术规范中描述。 3.6.5堆芯监测系统 3.6.5.1应提供堆芯监测仪表以支持反应堆保护和控制系统，并提 供足够详细和及时的堆芯局部产热工况的信息。堆芯设计应考虑监 测堆芯功率大小和变化的探测器和装置，以及堆芯热量的局部分布， 以便对堆芯参数（如控制棒插入位置、中子注量率、反应堆冷却剂 温度和压力）进行任何必要的修改，并使它们保持在规定的运行范 围内。 3.6.5.2应监测冷却剂中放射性核素活度水平，以评估运行期间燃 料系统的完整性，并验证未超过设计或运行限值。 3.6.5.3应基于反应堆类型选择合适的堆芯监测参数，如： （1）中子注量率空间分布及相关功率分布峰值因子： （2）反应堆冷却剂系统压力；
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应适当分布在堆内，保证能可靠探测出功率密度的局部改变。堆内 和堆外中子探测器应定期校准。 3.6.5.8采用计算机化堆芯监测系统来保证堆芯的状态在安全分 析中假定的运行限值范围内。只要该系统与保护系统有耦合，系统 的鉴定就应达到与其执行功能的安全分级相适应的程度。 3.6.5.9在反应堆停堆期间，也包括燃料装载和启动阶段，当反 应堆压力容器内有燃料组件时，应提供一组满足最低要求的仪表或 仅表与中子源的组合，以监测中子注量率（例如，使用适当灵敏度 的中子注量率探测器）。需要时，还要监测产热分布。 3.6.5.10在一些反应堆的启动期间，采用中子注量率监测系统与 反应性控制装置联锁组合，以保证对特定的中子注量率范围选用最 合适的监测装置，并避免不适当的事故保护停堆。这种联锁系统的 设计应与反应堆保护系统的设计一致。 3.6.5.11在反应堆启动期间，特别是首次启动时，中子注量率远 远低于满功率时的中子注量率，所以需要更灵敏的、临时的中子探 测器来监测中子注量率。为使中子注量率水平提高到启动中子注量 率监测器的量程之内还可能需要使用中子源。中子源的设计应保证： （1）中子源在计划寿期内功能正常并可为中子注量率监测器提 供足够的信号； （2）中子源与燃料组件及其支承结构相容。
3.7.1 设计考虑
3.7.1 设计考虑
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3.7.1.1堆芯管理的王要目标是保证安全、可靠并优化使用反应 堆核燃料，同时保持在运行限值和条件内。 3.7.1.2每个换料循环设计都应采用适当的堆芯反应性和功率分 布控制手段以满足燃料设计限值。 3.7.1.3尽管堆芯管理的细节取决于反应堆类型，但在所有情况 下堆芯管理程序应提供： （1）在整个燃料循环中有效地执行堆芯管理功能，以保证堆芯 参数保持在燃料管理设计限值内。堆芯管理功能包括：堆芯设计（燃 料组件装载规范和装载方案提供优化的燃料燃耗和需要的中子注量 率设计）、燃料组件采购、反应性测定和堆芯性能监测。 （2）堆芯运行策略允许运行的灵活性和良好的燃料利用率，同 时保持在堆芯管理设计限值之内。 3.7.1.4 堆芯设计 （1）为了使反应堆在运行时达到所期望的堆芯反应性和功率分 布，应提供下列信息： 一每个燃料循环（轻水堆）中燃料组件的装载方案（包括燃料 棒的富集度和配置）和目标； 一燃料组件的后续卸载和装载计划； 一反应性控制和停堆装置的布置； 一需移除、插入或调整的可燃毒物和其他堆芯部件。 （2）应提供燃料燃耗、可燃毒物的消耗和其他反应堆物理参数 作为安全分析，核动力厂监测和保护系统以及操作规程的输入。因
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通过特定的措施和设备能够防止燃料组件错装，则应证明这些预防 措施的有效性和可靠性。如果不能证明特定的预防措施是充分的， 则应进行计算分析。 3.7.2堆芯管理设计限值 3.7.2.1反应堆堆芯分析应验证堆芯燃料装载方式是否满足所有 适用的核动力厂状态下的燃料设计限值。 3.7.2.2出于实际原因和简化考虑，对于轻水堆，可开发监测核 关键安全参数（见3.6.5.3）的系统用于验证换料堆芯设计的适用性。 3.7.3特殊堆芯布置 3.7.3.1混合堆芯 （1）当不同类型的燃料组件装入堆芯（所谓的混合堆芯）时， 所有类型燃料组件应满足所有适用的核动力厂状态下的燃料设计限 值。应对首次装料和后续的混合堆芯换料进行评估。评估应包括： 各种类型燃料组件的尺寸、机械和热工水力响应（例如通过燃料组 件的压降特性和流速），每组燃料组件与原始堆芯中子和热工水力 特性以及相关的安全分析的兼容性。应验证堆芯监测系统采用的临 界热流密度或临界功率关系式是否适用于混合堆芯中所有类型的燃 料组件。 （2）对于不同的燃料组件设计，应评估相关的核关键安全参数： 如反应性、反应性系数、控制棒价值和功率分布。燃料组件相容性 的评估可基于考虑适当措施的单个燃料组件计算来代表所有燃料组 件。应评估相关的堆芯范围内参数的组合影响，
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（5）对于MOX燃料，应限制最天环含量以保持一个负的反应性 空泡系数。 3.7.3.3负荷跟踪和功率调节 （1）只要采用，就应把负荷跟踪（见附件I）、功率循环、反应 堆启动和灵活性换料等运行工况的影响叠加到功率分布和温度史 上，来评价热疲劳对燃料棒热工机械响应的潜在影响，如裂变气体 释放到芯块包壳间隙而导致的压力增加和燃料包壳疲劳。 （2）一旦确定了所需的灵活性程度，就应对核动力厂设计和运行 的影响（如安全分析、运行限值和运行工况的要求）进行深入评价。 在此基础上，制定附加的技术规范进行限制并实施。 （3）为实施负荷跟踪和功率调节时的堆芯反应性控制，应保持堆 芯和发电机功率平衡以及反应堆状态稳定。 （4）应调整运行限值以包络因负荷跟踪运行引|起的扰动（见附件 。 3.7.3.4有燃料棒泄漏时的反应堆运行 （1）燃料棒破损将影响核动力厂运行人员出入、工作计划和人员 剂量。反应堆堆芯带缺陷的燃料棒运行时应满足技术规范中冷却剂 放射性核素活度限值规定的放射性化学要求（见附件I）。 （2）应在堆芯设计和运行大纲中制定操作程序和限值，保证堆芯 带缺陷燃料组件运行时，核动力厂人员的放射性剂量不超过剂量约 束值。在轻水堆中，如果超过了运行放射性化学限值将停堆，并且 在停堆后按照程序更换所有带缺陷的燃料组件。在加压重水堆中
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通过降低功率水平，将有缺陷燃料的裂变产物释放和随后的包壳二 次氢化减至最低（见附件I）。 3.7.3.5燃料组件修复后的堆芯重新设计 （1）在轻水堆中，对于含有损伤和泄漏燃料棒的燃料组件可用 替换棒、假棒或空置进行修复和重组。应限制空置的使用，以满足 设计限值。 （2）应评估重组燃料组件对反应堆堆芯设计的影响。 3.7.4燃料组件设计和堆芯管理对燃料操作、运输、贮存、后处 理和处置的影响 根据纵深防御概念确定设计限值，以满足所有适用的核动力状 态下的安全要求。在第3.4.2.2和3.4.2.3节描述的燃料设计限值应折 展，以保证燃料棒和燃料组件从堆芯卸出后，保持完整（如适用） 或在燃料循环后端处置阶段不会进一步降级（以防止燃料棒泄漏）。 然料循环后端处置包括：操作、运输、贮存、后处理和处置。以下 然料性能参数可能对燃料棒和燃料组件辐照后行为产生影响： （1）寿期末燃料棒内压 即使燃料棒能够一定程度上承受超过正常冷却剂压力而不会在 正常运行中失效，但当冷却剂压力降低时（例如在乏燃料贮存设施 中），在这种高压下使用的燃料棒可能无法操作。这对于在较长时 间内保持高温并从燃料材料中释放氮气的MOX燃料是尤其重要的。 （2）大量包壳氢化和包壳机械性能 在正常运行中，局部氢化（例如由于腐蚀层剥落或轴向芯块间
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控制系统）在整个寿期内的安全运行需要稳健的程序，用于设备设 计和分析过程的鉴定、检查和试验
一运行经验来确定。应确定以往经验的基础，并评估运行 参考最大燃耗和堆芯功率运行经验，并将燃料组件性能与
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磨蚀、氧化、氢化、水垢累积、燃料组件弯曲等现象确定的设计准 则进行比较。
应设计系统使之能鉴别每个燃料组件及其在堆芯中的方向。在堆 芯燃料初始装载或堆芯换料重装载之后，应检查每个燃料组件的位 置和方向以验证燃料位置和定位是否正确。
4.4原型组件和先导组件试验
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（11）控制棒和导向管磨损（对压水堆）。 4.4.4如果无法对新燃料组件设计或新设计特征进行堆内试验， 则应特别注意分析评估和加强检查或监督，以验证燃料设计能力和 性能特征。
（11）控制棒和导向管磨损（对压水堆）。 4.4.4如果无法对新燃料组件设计或新设计特征进行堆内试验， 则应特别注意分析评估和加强检查或监督，以验证燃料设计能力和 性能特征。
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表I.1提供了在本导则中使用的术语的补充技术信息，并为本导 则中给出的设计建议提供其他背景或支持性示例。
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在燃料棒、燃料组件、反应性控制组件、中子源组件 和阻力塞组件的设计中应考虑的问题
（7）辐照下的热工机械性能； （8）微观结构随辐照的变化
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DB13／T 2864-2018 城市大型综合体安全管理规范燃料组件各部件（如压水堆的上下管座、导向管、定位格架、 交混格架、格架弹簧、连接件和燃料组件压紧系统）需要设计成能 承受以下条件和载荷： （1）堆芯夹持系统载荷; (2）水力载荷； （3）热工水力限值（如临界热流密度）： （4）事故载荷（如失水事故）和地震载荷：
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（5）操作和运输载荷； （6）燃料组件弯曲变形
NB／T 10097-2018标准下载II.3 反应性控制组件
反应性控制组件的设计需要考虑以下问题： （1）在正常运行、瞬态和事故工况下的棒内压和相关的包壳应 力； （2）热膨胀和辐射导致的肿胀； （3）吸收材料和包壳受辐照的影响； （4）微振磨蚀对包壳热阻的影响
阻力塞组件的设计需要考虑以下问题： （1）由于热膨胀或辐照肿胀导致的与导向管相互作用； （2）对冷却剂旁流的影响（对压水堆）； （3）微振磨蚀对导向管热阻的影响。